Daftar isi Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003
ISSN 1693 - 7902
MATERIAL UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN
I
Herlan Martono, Aisyah Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif (P2PLR) - BAT AN
ABSTRAK MATERIAL UNTUK SOLIDIFlKASI LIMBAH RADIOAKTIF DALAM KESELAMATAN PENYIMPANAN. Tujuan solidifikasi limbah radioaktif dengan berbagai jenis material adalah mengungkung radionuklida dalam limbah agar tidak mudah terlindih dan lepas ke lingkungan jika kontak dengan air. Semen, bitumen, gelas dan keramik digunakan untuk solidifikasi limbah radioaktif. Berdasarkan atas pertimbangan aspek keselamatan yang meliputi umur bahan, sifat fisik, sifat kimia, kemudahan pengerjaan, kandungan limbah dan pertimbangan ekonomi, maka jenis material tertentu dapat dipilih untuk solidifikasi jenis limbah radioaktif tang tertentu pula. Untuk solidifikasi limbah aktivitas rendah dan sedang digunakan semen dan bitumen. Untuk solidifikasi limbah transuranium yang berumur panjang sampai jutan tahun digunakan polimer, sedangkan untuk limbah aktivitas tinggi yang berumur jutaan tahun dan menghasilkan panas yang menyebabkan suhu limbah mencapai lebih dari 500 DC dapat digunakan gelas dan keramik Pada saat ini solidifikasi limbah radioaktif secara industri untuk limbah aktivitas rendah menggunakan semen, limbah transuranium menggunakan polimer dan limbah aktivitas tinggi menggunakan gelas. Berdasarkan pertimbangan keselamatan dan reduksi volume yang tinggi, serta pertimbangan harga bahan dan tanah untuk disposal sangat tinggi, Republik Korea mengolah limbah aktivitas rendah dan sedang secara vitrifikasi. Sedangkan berdasarkan atas proses yang sederhana dan harga lahan yang relatif murah, maka Indonesia mengolah limbah aktivitas rendah dan sedang secara sementasi. Kata kunci: Solidifikasi, limbah radioaktif
ABSTRACT MATERIAL FOR SOLIDIFICATION OF RADIOACTIVE WASTE IN THE SAFETY OF WASTE DISPOSAL. Solidification of radioactive waste using various materials is aimed to minimize leaching of radionuclides by ground water to the environment. Cement, bitumen, polymer, glass and ceramic are materials used for solidification of radioactive waste. Based on the safety consideration, i.e material durabylity, physical and chemical properties and waste loading, and as well, the consideration of economical and simplicity of the process, certain material is chosen for certain type of waste. Cemen and bitument are used for solidification of low and intermediate waste. Long lived transuranic waste is solidified using polymer, while long lived high level waste which produce heat that rises waste temperature to more than 500 DC is solidified using glass or ceramic. At present, in industrial scale, solidification of low level waste, trans-uranic waste and high level waste are carried out using cement, polymer and glass respectively. Based on the safety reliability, the high volume reduction and the consideration of cost and the limited land for disposal area, the
250
Seminar Tahunan Pengawasan
Pemanfaatan
Tenaga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003
ISSN 1693 - 7902
Republik of Korea treats the low and intermediate level wastes by vitrification. Meanwhile, based on the simplicity of the process and relatively cheap and abundant of land, Indonesia treats the low and intermediate level wastes by cementation. Keywords : Solidification, radioactive waste
251
ISSN 1693 - 7902
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003
PENDAHULUAN Pengelolaan
limbah
radioaktif
meliputi
kegiatan
pengumpulan
pengelompokan limbah di instalasi yang menimbulkan, transportasi pengolah
limbah, penyimpanan
sementara
(interim·· storage)
dan
limbah ke instalasi
limbah hasil olahan,
penyimpanan lestari (ultimate disposal) dan pemantauan lingkungan. Pengolahan
limbah
radioaktif
melalui
2 tahap,
yaitu reduksi
volume
dan
solidifikasi yang sering dikenal pula dengan imobilisasi. Reduksi volume dilakukan untuk mereduksi pengolahan
volume limbah radioaktif,
sehingga memudahkan
untuk proses
selanjutnya. Reduksi volume limbah radioaktif cair dilakukan
dengan
evaporaSl, sorbsi dan penukar ion, dan pengolahan
secara kimia (koagulasi
flokulasi)
radionuklida
dengan
Pemilihan
bahan
proses inipun tergantung
limbah.Evaporasi mahal.
kimia tertentu
menghasilkan
Sorbsi penukar
tergantung
dari jenis
limbah.
dan bentuk radionuklida
faktor dekontarninasi
ion, dan pengolahan
dalarn
dan
dalarn
yang tinggi, tetapi biayanya
secara kimia menghasilkan
faktor
dekontarninasi
yang rendah, tetapi biayanya lebih murah . Reduksi volume limbah
radioaktifpadat
dilakukan secara kompaksi dan insenerasi(l).
Hasil proses reduksi volume yang berupa konsentrat hasil evaporasi, resinlzeolit bekas, flok hasil pengolahan secara kimia, limbah terkompaksi dan abu hasil insenerasi yang mengandung radionuklida selanjutnya disolidifikasi. Tujuan solidifikasi ini adalah untuk mengikat
radionuklida dengan
bahan matriks tertentu, sehingga tidak mudah
terlindih oleh air tanah dan terlepas ke lingkungan. KLASIFlKASI DAN KARAKTERISTIK LIMBAH RADIOAKTIF Berdasarkan
atas penyimpanan
dalarn jangka
panjang,
limbah
radioaktif
diklasifikasikan menjadi(I,2) : 1. Limbah
aktivitas
rendah
dan menengah,
yaitu limbah
radioaktif
yang
mengandung radionuklida pemancar beta dan atau garna, dan sedikit atau tidak sarna sekali mengandung radionuklida pemancar alfa (aktinida) 2. Limbah aktivitas tinggi, yaitu limbah radioaktif yang banyak mengandung radionuklida hasil belah pemancar beta dan garna dan sedikit mengandung radionuklida pemancar alfa.
252
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan
3. Limbah
ISSN 1693 - 7902
Tenaga Nuklir - Jakarta, II Oesember 2003
transuranium
(TRU)
yaitu
limbah
radioaktif
yang
banyak
mengaildung radionuklida pemancar alfa dan sedikit radionuklida hasil belah pemancar beta dan gama. Limbah aktivitas rendah dan menengah umumnya ditimbulkan
dari kegiatan
laboratorium nuklir. Limbah radioaktif cair jenis ini dapat mempunyai aktivitas yang cukup tinggi sampai 104 Ci/m3. Namun demikianjika sekali mengandung aktinida limbah aktivitas
limbah ini scdikit atau tidak sam a
maka limbah radioaktif terse but diklasifikasikan
rendah dan menengah.
Limbah radioaktif
dalam
ini perlu pendinginan
(penyimpanan) sebelum diolah. Limbah aktivitas tinggi, ditimbulkan pada ekstraksi siklus I proses olah ulang bahan bakar bekas reaktor nuklir. Proses olah ulang adalah proses untuk mengambil uranium yang tidak terbakar dan plutonium yang terjadi dalam bahan bakar. Campuran oksida uranium dan plutonium dapat digunakan sebagai bahan bakar reaktor pembiak (fast breeder
reactor). Limbah jenis ini mengandung
berbagai radionuklida
yang
aktivitas dan keasamannya sangat tinggi (6 - 8M). Sebagai contoh dalam 1 canister mengandung
300 kg gehis limbah· dengan kandungan limbah aktivitas tinggi 25%.
Limbah ini mempunyai aktivitas 4xl05 Ci dan mampu melepaskan panas 1,4 kW/jam, sehingga menimbulkan suhu diatas 500°C. Tabel I menyajikan komposisi unsur-unsur yang terkandung dalam limbah aktivitas tinggi(3). Limbah cair trans-uranium
(TRU) berupa pelarut bekas dari proses olah ulang
bahan bakar bekas reaktor nuklir, yang banyak mengandung aktinida yang toksisitasnya tinggi, berumur paruh panjang dan mengandung sedikit hasil belah. Limbah TRU padat berupa bahan padat yang terkontaminasi
aktinida pada pabrik bahan bakar reaktor
pembiak. Tabel 2 menyajikan komposisi unsur-unsur yang terkandung dalam limbah transurani urn (4). Limbah TRU berdasarkan penyimpanannya aktivitas
tinggi yang disimpan
diperlakukan
pada tanah dalam
sarna dengan limbah
(geological
disposal)
dengan
kedalaman 500 - 1000 meter dan dalam jangka lama(5). Limbah aktivitas rendah yang berumur pendek, penyimpanannya dilakukan pada tanah dangkal (shallowland disposal) dengan kedalaman sampai 10 meter.
253
Seminar Tahllnan Pengawasan Pcmanfaatan
ISSN 1693 -7902
Tcnaga NlIklir - Jakarta. 11 Desember 2003
SOLIDIFIKASI Berdasarkan atas umur radionuklida dalam limbah, limbah aktivitas rendah
dan
menengah perlu penyimpanan sekitar 300 tahun, sedangkan limbah aktivitas tinggi dan TRU perlu penyimpanan sampai jutaan tahun .. Grafik radioaktivitas unsur-unsur dalam limbah cair aktivitas tinggi sebagai fungsi waktu dan grafik panas peluruhan dalam bahan bakar bekas berturut-turut disajikan dalam Gambar 1 dan
2(6).
Material untuk solidifikasi limbah radioaktif cair dipilih yang dapat disatukan dan tidak membentuk
fase pemisah. Terjadinya fase pemisah ini akan mengakibatkan
ketidakhomogenan
hasil akhir solidifikasi limbah. Demikian
pula untuk solidifikasi
limbah radioaktif padat, harus dipilih yang dapat disatukan dengan limbahnya. Ada beberapa aspek penting yang perlu diperhatikan dalam pemilihan material matriks, yaitu(7) : 1. Proses pembuatan yang mudah dan praktis 2. Kandungan limbah (waste loading) 3. Ketahanan kimia (laju pelindihan) 4. Kestabilan terhadap panas 5. Kestabilan terhadap radiasi Material matriks untuk solidifikasi berfungsi
untuk
permeabilitasnya
membatasi
terlepasnya
merupakan penahan (barier) pnmer yang radionuklida,
sehingga
harus
homogen,
rendah, kekuatan mekaniknya baik, proses pembuatannya
sederhana
dan mudah. Tujuan solidifikasi adalah mengungkung radionuklida agar tidak terlepas ke ling kung an (terlindih) jika kontak dengan air selama penyimpanan. Oleh karena itu ketahanan kimia hasil solidifikasi perlu diperhatikan.
Ketahanan kimia yang dimaksud
adalah bahwa bahan tersebut mempunyai laju pelindihan yang kecil sehingga tidak mudah terlindih ke lingkungan. Pada penyimpanan limbah radioaktif digunakan sistem penghalang berlapis yang dimaksudkan
untuk menghalangi lepasnya radionuklida dari
material matriks ke lingkungan yaitu berturut-turut
wadah limbah, overpack dari
titanium atau besi khusus untuk limbah aktivitas tinggi, bentonit sebagai bahan pengisi, dan tanah atau batuan lingkungan itu sendiri. Antara ketahanan
kimia (laju pelindihan)
pertimbangan proses dan sifat
dari hasil solidifikasi
sangat berkaitan.
Sebagai
contoh pada pembuatan gelas-limbah, laju pelindihan yang kecil dapat diperoleh dengan menaikkan kadar Si dalam gelas-limbah, yang mengakibatkan
254
proses akan terjadi pada
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan
ISSN 1693 - 7902
Tenaga Nuklir - Jakarta, ] I Desember~003
suhu yang lebih tinggi. Suhu yang tinggi akan berakibat pada bata tahan api (refi'aktory) dalam melter lebih cepat terkorosi sehingga umur melter menjadi lebih pendek. Hal ini akan menyebabkan lebih banyak timbulnya limbah radioaktif padat dari melter. Jadi disamping laju pelindihan yang tinggi perlu dipertimbangkan juga faktor prosesnya, sehingga perlu dicari kondisi yang optimum. Kandungan solidifikasi
limbah
dalam
material
matriks
berpengaruh
terhadap
efisiensi
(ekonomi proses). Semakin tinggi kandungan limbah, akan memberikan
nilai ekonomi proses yang lebih baik. Pertimbangan ekonomi yang lain yaitu material yang digunakan untuk solidifikasi
murah, mudah diperoleh dalam jumlah besar dan
prosesnya sederhana. Untuk semen, kandungan limbah caimya 30% berat, bitumen kandungan limbahnya 50% berat, polimer kandungan limbahnya 50% berat dan untuk gelas borosilikat kandungan limbahnya 20 - 30% berat. Umumnya dengan kenaikan kandungan limbah, laju pelindihan akan semakin naik dan ini berarti radionuklida dalam limbah akan lebih mudah terlindih ke luar dan hal ini tidak dikehendaki. Jadi perlu pertimbangan kandungan limbah terhadap laju pelindihannya. Kestabilan terhadap panas merupakan ketahanan material terhadap suhu tinggi. Makin tinggi aktivitas limbah, maka panas yang ditimbulkan juga makin tinggi. Sebagai contoh ketidak stabilan gelas yang mengandung limbah cair aktivitas tinggi adalah terjadinya kristalisasai dalam gelas yang disebut devitrifikasi. Terjadinya devitrifikasi ini berakibat ketahanan
berubahnya
struktur
gelas yang amorf menjadi
kristalin,
kimianya menurun .. Untuk mencegah terjadinya devitrifikasi
sehingga diperlukan
sistem pendingin pada penyimpanan sementara gelas-limbah. Panas yang ditimbulkan oleh limbah aktivitas rendah dan TRU relatif kecil, sehingga tidak perlu adanya pendinginan. Kestabilan
terhadap radiasi merupakan
radiasi yang dipancarkan
ketahanan material terhadap pengaruh
oleh limbah radioaktif dalam material matriks. Pengaruh
radiasi dalam material matriks dapat mengakibatkan kerusakan hasil solidifikasi yaitu terjadi radiolisis dan perubahan komposisi. Perubahan komposisi ini disebabkan karena reaksi inti oleh partikel alfa, sedangkan partikel beta dan gama (tenaga lebih kecil 2 Mev)
tidak
diidentifikasi
menimbulkan
reaksi
inti ..Adanya
kerusakan
material
tersebut
dapat
dari perubahan densitas, kekuatan mekanik dan laju pelindihannya. Hal
255
Scminar Tahunan Pengawasan
ISSN 1693 - 7902
I'cmanfaatan Te~aga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003
ini akan membatasi
aktivitas
kandungan
limbah aktivitas
tinggi dan TRU yang
disolidifikasi. MATERIAL MA TRIKS UNTUK SOLIDIFIKASI LIMBAH RADIOAKTIF Material yang sesuai untuk solidifikasi limbah radioaktif, yaitu: 1. Semen Semen digunakan untuk solidifikasi limbah radioaktif cair dan padat dengan aktivitas
rendah
dan menengah
yang tidak
mengandung
radionuk1ida berumur paruh panjang. Kandungan
aktivitas
aktinida
atau
1imbah da1am
semen rendah yaitu sekitar 1 Ci/m3. Semen stabilitasnya berkurang dalam jangka panjang dan setelah sekitar 300 tahun mengalami degradasi, dan pada saat itu limbah aktivitas rendah dan menengah tidak lagi mempunyai potensi bahaya radiasi. ladi semen tidak dapat digunakan untuk solidifikasi limbah aktivitas
tinggi dan TRU yang perlu pengelolaan
Keuntungan
penggunaan
semen adalah pengadaan
sampai jutaan
tahun.
mudah, harga murah,
proses sederhana (pada suhu kamar), mudah dicampur dengan air,dan semen dapat berfungsi sebagai perisai radiasi(8). Namun demikian untuk jenis limbah yang sarna, setiap negara akan memilih bahan matriks
untuk solidifikasi berdasarkan kondisi
yang dimilikinya.
Sebagai contoh untuk negara Republik Korea, harga lahan untuk disposal cukup tinggi sehingga negara tersebut memilih solidifikasi
untuk limbah
aktivitas rendah dan menengah menggunakan gelas dengan proses vitrifikasi. Memang jika hanya ditinjau dari segi proses solidifikasinya,
maka proses
vitrifikasi akan jauh lebih mahal jika dibandingkan dengan proses sementasi. Namun hal ini menjadi lebih ekonomis jika
dikaitkan dengan biaya disposal
karena reduksi volume yang sangat tinggi dan harga lahan yang sangat mahal. Hasil solidifikasi dengan gelas mempunyai barga laju pelindihan jauh lebih rendah
dari
pada
semen-limbah,
sehingga
akan
mempunyai
faktor
keselamatan yang lebih tinggi(9). 2. Bitumen Bitumen merupakan senyawa hidro karbon baik alifatik maupun aromatik yang mempunyai berat molekul tinggi. Proses bitumenisasi dilakukan pada
256
Seminar Tahunan Pengawasan
Pemanfaatan
ISSN 1693 - 7902
Tenaga Nuklir - Jakarta, 11 Desember 2003
suhu antara 150 - 230°C. Bitumen sesuai untuk solidifikasi limbah aktivitas rendah dan sedang dan dapat menampung aktivitas lebih tinggi dibandingkan dengan semen .. Bitumen mempunyai ketahanan kimia yang tinggi (tidak larut dalam air, tahan difusi air). Ketahanan fisik (terhadap panas) dan ketahanan terhadap radiasi kurang baik. Hal yang perlu diperhatikan untuk bitumen adalah
suhu
bakar
dan
efek
radiasi
yang
mengakibatkan
radiolisis,
terbentuknya gas serta terjadinya radikal bebas, sehingga kandungan aktivitas dalam bitumentidak bisa terlalu tinggi .. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kandungan limbah dengan aktivitas jenis 103 Ci/m3 memberikan dosis serap 107
rad, sehingga hasil bitumenisasi membengkak karena terbentuk gas, dan
menaikkan laju pelindihan(8). 3. Polimer Polimer merupakan bahan yang sesuai untuk solidifikasi limbah cair TRU pelarut bekas seperti yang telah dilakukan di JNC Jepang secara industrial. Perubahan fase cair dan pasta menjadi padat disebut curing atau pengeringan. Proses ini terjadi secara fisika karena adanya penguapan pelarut atau medium pendispersi
dan dapat juga
karena
adanya perubahan
kimia,
misalnya
polimerisasi pembentukan ikatan silang. Proses kimia tersebut menyebabkan reaksi antara molekul-molekul yang relatif kecil dengan fase cair atau pasta, membentuk jaringan molekul yang besar, padat dan tidak mudah larut. Proses polimerisasi
tergantung
jenisnya,
dilakukan
antara
suhu kamar
sampai
1800C(8).
4. Gelas Solidifikasi limbah cair aktivitas tinggi (LCA T) dengan bahan gelas yang disebut vitrifikasi telah dioperasikan dalam skala industri di negara-negara seperti Perancis, Inggris dan Jepang. Jenis gelas yang digunakan
dalam
proses terse but adalah gelas borosilikat. Gelas borosilikat mempunyai suhu devitrifikasi dan ketahanan korosi yang lebih tinggi dad pada gelas fosfat(I,2). Suhu pembuatan gelas borosilikat 11500C, dan devitrifikasi terjadi pada suhu antara 500 - 950°C. Keuntungan 'gelas fosfat adalah suhu pembentukannya relatif rendah (kira-kira 900°C), sehingga kehilangan gas volatil Cs dan Ru lebih sedikit. Di dalam gelas fosfat semua oksida dapat larut termasuk Mo03•
257
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Tenaga Nuklir - Jakarta,
Pengembangan
11Desember 2003
gelas fosfat tidak dilanjutkan
mempunyai kecerendungan
ISSN
karena
mengalami devitrifikasi
1693- 7902
gelas korosif
dan
pada suhu yang lebih
rendah, yaitu sekitar 4000C(1), Gelas aluminosilikat tidak dikembangkan lebih lanjut karena suhu pembuatannya
sangat tinggi sekitar 13500C dan kandungan
limbahnya lebih kecil dari 10%(7). Dari segi proses, kandungan limbah yang rendah tidak ekonomis, karena proses menjadi tidak efisien. Sedangkan suhu pembuatan yang tinggi akan mengakibatkan bata tahan api dalam me Iter lebih cepat terkorosi, sehingga umur melter lebih pendek, yang selanjutnya melter akan lebih cepat menjadi limbah radioaktif padat.. Gas yang terjadi pada proses suhu tinggi juga akan lebih banyak dan penanganannya lebih kompleks. Gelas borosilikat tidak sesuai untuk solidifikasi limbah TRU karena unsur Mo dan Pu yang terkandung dalam limbah TRU
jumlahnya tertentu sehingga
dapat menimbulkan adanya fase pemisah.yang berakibat hasil solidifikasi tidak homogen (3.6). 5. Gelas Keramik Gelas keramik dihasilkan dari pemanasan lelehan gelas pada suhu di atas 510°C dalam waktu yang lama. Pemanasan pada suhu tinggi yang berlangsung dalam
jangka waktu yang lama akan mengakibatkan biaya proses menjadi
mahal. Gelas keramik menunjukkan ketahanan fisik dan mekanik yang lebih baik dan ketahanan kimianya kurang baik dibandingkan gelas borosilikat(3.7.) 6. Synroc Synroc adalah
mineral titanate yang masih dalam tahap
pengembangan di
Australia (Inggris dan Jepang bekerja sama dengan Australia). Uji dingin skala industri pengolahan limbah cair aktivitas tinggi dengan synroc juga telah dilakukan di Australia. Synroc termasuk jenis keramik dan pembuatannya lebih sukar dibandingkan tinggi (sekitar
gelas, karena pengepresan
13500C) atau pengepresan
dilakukan pada suhu
pada suhu rendah dan diikuti
sintering pada suhu tinggi. Sifat kimia dan fisika jenis keramik ini lebih baik dibandingkan gelas borosilikat, sehingga mempunyai prospek yang baik di mas a mendatang (2,3)
258
Seminar Tahunan Pengawasan
Pcmanfaatan
Tenaga Nuklir - Jakarta,
11
ISSN 1693 - 7902
Dcscl11bcr 2{}03
7. Vitromet Vitromet adalah butir Pb dalam matriks gelas yang dikembangkan di Belgia untuk mengatasi kandungan panas yang tinggi, karena hantaran panas Pb tinggi. Kandungan
limbah dalam vitromet
kecil sehingga vitromet
tidak
dikembangkan lagi untuk 80lidifkasi limbah aktivitas tinggi. KESIMPULAN Pemilihan material untuk solidifikasi dilakukan dengan memperhatikan beberapa aspek seperti proses pembuatan
mudah dan praktis, kandungan
limbah optimum,
ketahanan kimia , kestabilan terhadap panas dan kestabilan terhadap radiasi yang tinggi. Berdasarkan
pertimbangan fakor keselamatan dan pengalaman beberapa negara maju,
maka solidifikasi
limbah radioaktif aktivitas rendah dan menengah pada umumnya
dilakukan dengan semen, limbah radioaktif aktivitas tinggi dilakukan dengan gelas , sedangkan untuk solidifikasi limbah transuranium dilakukan dengan polimer. pertimbangan
Dengan
harga lahan disposal yang cukup tinggi, reduksi volume yang tinggi,
maka Republik Korea memilih material matriks gelas lIntlik solidifikasi limbah aktivitas rendah dan menengah. Sedangkan dengan pertimbangan proses yang sederhana dan harga lahan yang relatif murah, maka Indonesia memiliIrh-ahan...'D1atriks semen untuk imobilisasi limbah aktivitas rendah dan sedang.
~q..\'lY"'4k' ". /~
1/*«I
<~~"1~~
, *
DAFT AR PUST AKA 1.
IAEA,
Conditioning
of Low
and Intermedia~~adioactive
Waste,
Technical Report Series No.222, IAEA, Vienna, 1983. 2.
IAEA, Chemical Durability and Related Properties of Solidified High Level waste Form, Technical Report Series No.257, IAEA, Vienna, 1985
3.
MARTONO H., Characterization
of Waste Glass and Treatment of High Level
Liquid Waste, Report at Tokai Work, PNC, 1988. 4.
KRAUSE, H., The Treatment And Conditioning Of Transuran Element Bearing Wastes In The Federal Republic Of Germany, RWMNFC, Vol. 7(2), pp. 139-150, USA, 1986.
5.
KBS-3, Final Storage of Spent Nuclear Fuel, Swedish Nuclear Fuel Supply Company, Stockholm, 1983.
259
Z003
Seminar Tahunan Pcngawasan PCl11anfaatan TCI:aga Nuklir - Jakarta, II Desember
6.
MATTS SON, Nuclear
Canister
Waste,
Proceeding
Process Engineering 7.
for Final
of The International
NELSON,
Seminar
Program,
H., Report of Training
Komposisi
Limbah
bakar
peluruhan
on radioactive
Cair Aktivitas
45.000 MWD/MTU,
38 MW/MTU
Oksida Pd~ SrO ZrOz NiO Rl1z03 Tcz07 Mo03 RuOz YZ03 PzOs UOz CrZ03 RbzO SeOz FeZ03 NpOz NazO
of High
on Chemistry Frankfurt,
Level and 1981.
Nortwest
Brookhaven
National
New York, 1981. Waste Treatment
at Korea Atomic Energy Reseach Institute, Taejon-Korea,
fraksi
1693- 790Z
1985.
R.M. et. AI, Waste Form Development
MARTONO
Tabell.
Disposal
for High Level Liquid Waste Solidification,
Washington,
Laboratory, 9.
Proposed
J. E., The Fixation of High Level Wastes in Glasses, Pacific
MENDEL Laboratory,
8.
Materials
ISSN
dan
Tinggi
pendinginan
% Berat 16,48 3,81 2,20 1,45 2,56 6,99 0,95 0,11 0,85 0,56 4,12 0,81 7,19 1,68 0,74 1,67 1,47 9,05
4 tahun
Oksida BaO CdO SnO TeOz Euz03 AmZ03 PuOz Ndz03 PmZ03 SmZ03 Pr6011 Laz03 CszO CeOz CmZ03 Gdz03 Sbz03 AgzO
260
1999.
dari Bahan
pengkayaan
and Disposal
bakar
uranium (3).
% 0.24 Berat 0.14 0,04 2,58 3,91 4,19 0,11 2,05 6,77 1,93 1,22 12,32 0,05 0,52 0,15 0,18 0,84 0,07
bekas
PWR,
4,50%,
panas
Seminar Tahunan Pengawasan
Pemanfaatan
Tenaga Nuklir - Jakarta,
11Desember 2003
ISSN
1693-7902
Tabel 2. Komposisi Iimbah cair TRU dari proses olah ulang bahan bakar dengan tingkat bakar (burn up) 31.000 MWD/EHM
o ksida
LWR
(3).
26 %11,0 berat 26 1,3 9,0 1,5 3,9 0,5 5,2 7,8
Fe02 Cr203 Ti02 Zr02 Mo03 Te203 Rb02 RU02 U02 Am203 PU02
Ci/t
uranium
10·
10.2
10'"
10
104 105 10· Waktu •• telah keluar darl reaktor (tahun)
107
Gambar 1. Radioaktivitas unsur-unsur dalam Iimbah aktivitas tinggi, olah ulang dilakukan 10 tahun setelah bahan bakar dikeluarkan dari reaktor (6).
261
Seminar Tahunan Pengawasan Pemanfaatan Te~aga Nuklir - Jakarta, II Desember 2003
ISSN 1693 - 7902
Decay heat output (W/tU)
10
100
1000
•
10000 Decay tJme~YNI'1
Gambar 2. Panas yang dihasilkan perton uranium dalm bahan bakr bekas PWR dan BWR yang menurun dengan waktu
262
(6).
